• 터널과지하공간
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• 제9권4호
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• pp.306-314
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• 1999

핵폐기물 저장공간과 같이 대규모 터널형 지하공간내에서의 환기량, 온/습도, 오염물질 농도 예측은 공간건설 및 운영을 위하여서 뿐만 아니라 화재등과 같은 비상시의 대처방안 강구를 위하여 반드시 필요하다. 본 연구에서는 압축성 가정하에서 autocompression의 영향을 고려한 자연환기압 계산 fan 및 regulator의 최적 위치 및 용량 결정, 암반 열물성 및 암반 표면으로부터의 증발, 응축에 의한 수분함유량 변화를 고려한 온/습도 계산, 이류확산에 기초한 오염물질 농도 분포 계산 기능을 갖춘 네트워크형 지하공간 환경예측 모델을 개발하였다. 온/습도 예측 모델을 군수물자 지하 저장공간에 적용한 결과 실측값과 상대오차는 건구온도 1.5~2.9%, 습도온도 0.6~6.1%로 나타났다. 도로터널 2개소를 대상으로한 실험결과 외부 입기만에 의한 확산계수는 9.78과 17.35$m^2$/s 큰 편이었으나 차량 운행과 환기설비의 작동시에는 이류확산만을 고려한 경우 CO 및 매연 농도의 상대오차가 5.88과 6.62%로 비교적 작게 나타났다. 이는 대부분의 터널형 지하공간에서의 농도 분포는 이류확산만에 의하여 추정이 가능함을 의미한다.

• 대한지하수환경학회지
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• 제5권1호
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• pp.1-9
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• 1998

난지도 매립지 주변지역과 매립지내에서 1995년 8월과 12월에 걸쳐 슐럼버져 수직비저항탐사와 쌍극자 전기비저항탐사를 실시하였다. 탐사지점은 1994년 8월과 1995년 2월에 실시했던 비저항탐사 지점과 가능한 한 동일하도록 노력하였으며, 모두 50점의 수직탐사와 2측선의 쌍극자탐사를 실시하여 매립지내와 그 주변지역의 연간 비저항구조 변화를 규명하고자 하였다. 자료의 해석결과 1년전에 비하여 매립지 내부와 주변지역의 평균비저항이 낮아지고, 침출수에 의해 오염되거나 포화된 층의 두께도 전반적으로 두꺼워진 경향을 보였다. 특히 좌지도 내부와 그 주변지역은 침출수에 의해 포화된 층의 평균두께가 3∼6 m 정도 증가했으며 기반암의 비저항도 낮아진 것으로 나타났다. 이러한 저비저항대의 평균두께 증가폭은 현실적인 수리전도도를 고려할 때 다소 큰 것이어서, 자료측정시나 해석시 오차의 영향도 생각할 수 있으나 비저항값의 변화를 볼 때, 침출수에 의한 지층오염이 진행되고 있다는 것만은 분명하다고 판단된다 한편, 매립지뒤쪽에서의 수직탐사 자료는 이전의 자료와 커다란 차이를 보여주고 있지 앓는 것으로 보아 침출수에 의한 풍화대와 기반암의 오염은 주로 매립지 내부와 전방 주변지역에서 활발히 진행되고 있다고 생각된다.

• 대한지하수환경학회지
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• 제2권2호
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• pp.64-71
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• 1995

난지도 매립지 주변지역과 매립지내에서 1994년 8월과 1995년 2월에 수직전기탐사를 실시하였다. 수직전기탐사는 슐럼버져 배열을 이용하였으며, 37점과 22점의 수직탐사가 매립지 주변과 매립지내에서 각각 수행되었다. 또한 우지도 앞쪽에서는 50개 지점에서 자연전위를 측정하였다. 자료의 해석결과, 난지도 앞쪽 지역에서는 좌지도와 우지도에 걸쳐서 대부분 지표하 10 m부터 지표하 80 m까지 10 Ω-m내외의 저비저항대가 나타나며, 매립지 내에서는 좌지도와 우지도 모두 평균적으로 지표하 37 m에서 지표하 130 m까지 약 6Ω-m내외의 저비저항대가 나타난다. 이러한 저비저항대는 침출수에 의해 오염되었거나 포화된 층으로 판단되며, 그 층의 깊이는 매립지 앞쪽지역과 내부 등 양측 모두에서 시추자료의 기반암 깊이보다 20∼30 m정도 더 깊은 것으로 계산되었다. 이는 매립지 앞쪽과 매립지내에서 풍화대와 기반암 상부의 오염가능성을 시사하는 것으로 사료된다. 한편, 매립지 뒤쪽에서 실시한 수직탐사 자료는 매립지 앞쪽과 내부 자료에 비해 저비저항대의 비저항값이 높고 그 두께도 매우 얇은 양상을 보이는 것으로보아, 매립지 앞쪽과 내부에 비해서는 침출수에 의한 오염정도가 상대적으로 작다고 할 수 있다.

• 자원환경지질
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• 제29권2호
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• pp.215-225
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• 1996

All the radionuclides in high-level nuclear waste will decay to harmless levels eventually but for some radionuclides decay is so slow that their radiation remains dangerous for times on the order of tens or hundreds of thousands of years. At the present time, the most favorite disposal plan for high-level radioactive waste is a mined geological disposal in which canister enclosing stable solid form of radioactive waste is placed in mined cavities locating hundred meters below the surface. The chief hazard in such disposal is dissolution of radionuclides from the waste in the groundwater that will eventually carry the dissolved radionuclides to surface environments. The hazard from possible escape of the radionuclides through groundwater can be delayed by engineered and geologic barriers. The engineered barriers can become useless by unexpected geologic catastrophe such as volcanism, earthquake, and tectonic movement and by fraudulent work such as careless construction, improperly welded canisters within the first few decades or centuries. As a result, dangerously radioactive waste which is still intensively radioactive is directly exposed to attack by moving groundwater. All the more, it is almost impossible to control repositories for times more than 10,000 years. Therefore, naturally controlled geologic, barriers whose properties will not be changed within 10,000 years are important to guarantee the safety of repositories of high-level radioactive waste. In Sweden and France, the suitability of granite for the mined geological disposal of high-level waste has been studied intensively. According to the research in Sweden and France, granites has the following physio-chemical characteristics which can delay the transportation of radionuclide by groundwater. First, the permeabilities of granites decreases as the depth increases and is $10^{-8}{\sim}10^{-12}m/s$ at depth below 300 m. Second, groundwater at depth below 300 m has pH=7-9 and reducing condition (Eh=-0.1~0.4). This geochemical condition is desirable to prevent both canister and solid waste from corrosion. Third most radionuclides are not transported by low solubilities and some radionuclide with high solubility such as Cs and Sr are retarded by absorption of geologic media through which ground water flows. Therefore, if high-level waste is disposed at depth below 300 m in the granite body which has a low permeability and is geologically stable more than 10,000 years, the safety of repositories from the hazard due to radionuclide escape can guaranteed for more than 10,000 years.

• 대한환경공학회지
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• 제32권5호
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• pp.417-426
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• 2010

본 연구에서는 가죽 생산 공정 중 원피 무게의 50% 이상 고형 폐기물로 발생하는 콜라겐 단백질의 섬유 기재에 미모사(Catechol Tannin) 및 채스트넛(Pyrogallol Tannin)과 같은 식물성 탄닌물질을 다양한 조건에서 고정화시킨 10 가지 다른 종류의 바이오 흡착제를 제조하였다. 제조한 각 바이오 흡착제들의 중금속 제거용 흡착제로서의 성능 평가를 위하여 Cu(II), Cd(II), Zn(II), Pb(II), Cr(III) 이온을 함유한 인공 오염수를 사용하여 다양한 반응 조건에서의 회분식 실험을 실시하였으며, 중금속들의 제거 특성을 규명하였다. 미모사를 탄닌물질로 사용하여 콜라겐에 고정화 반응을 시켰을 때 섬유 번들 내부로의 미모사의 침투력은 나프탈렌계 침투제의 주입량에 비례 하였다; 3% ${\geq}$ 1.5% > 0%. 모든 바이오 흡착제들에서 pH 3.0 이하에서는 중금속 이온들의 제거는 거의 일어나지 않았으나 pH 3.0 이상에서 중금속의 제거율이 급격히 발생하였으며 Zn(II)을 제외한 나머지 중금속이온들은 pH 6.0 이상에서는 거의 완전히 제거되었다. Cr(III)의 경우에는 바이오 흡착제 종류별 제거량이 매우 유사한 경향을 나타내었으나 Cu(II), Zn(II), Pb(II)의 제거에서는 축합형 탄닌(미모사)에 비해 이온결합이 가능한 다량의 카르복실기를 함유한 가수분해형 탄닌(채스트넛)을 사용하여 고정화시킨 바이오 흡착제에서 높은 제거능을 보였다. S10 바이오 흡착제에 대한 Pb(II) 및 Cu(II) 중금속 이온들의 흡착은 이온농도가 1,000배 변화거나 경쟁이온 화학종을 일하전 및 이하전 화학종을 사용하였을 때 영향을 받지 않았다.

• 대한환경공학회지
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• 제31권12호
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• pp.1095-1104
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• 2009

본 연구는 오염토양 정화 및 폐자원의 재활용 측면에서 굴껍질 및 달걀껍질을 활용한 비소 오염토양 안정화 기술의 적용 가능성을 평가하고자 수행되었다. 안정화 효율을 평가하고자 5가비소로 오염된 토양에 굴껍질과 달걀껍질을 0%(무처리구)~5% 수준으로 처리한 후 30일간 항온배양 하였으며 이후 1 N HCl, 0.1 N NaOH, 0.5 N $H_2SO_4$의 추출제를 이용하여 토양 중 비소를 추출하였다. 1 N HCl 추출결과 무처리구의 비소 함량은 29.43 mg/kg였고 굴껍질 5% 및 달걀껍질 5% 처리구에서 각각 26.26 mg/kg와 26.74 mg/kg로 나타나 평균 10% 정도로 감소효과를 나타내었다. 이외 0.1 N NaOH 및 0.5 N $H_2SO_4$ 추출결과에서도 비소의 농도는 소폭 감소하였다. 한편 굴껍질 및 달걀껍질 처리 토양의 pH는 7.62~7.94로 무처리구 (pH 6.54)에 비해 pH 1 이상 증가하였고, 토양 내 치환성 칼슘의 함량은 12.77~20.18 cmol(+)/kg로 무처리구(6.87 cmol(+)/kg)보다 약 2배 이상 증가하는 것으로 나타나 굴껍질과 달걀껍질은 토양 비옥도 개선에 효과가있는 것으로 판단되었다. 이상의 결과를 종합해보면 굴껍질과 달걀껍질의 직접적 사용은 토양의 비옥도 향상에는 효과가 있는 것으로 판단되나 토양내 비소의 안정화에 적용하기에는 다소 부적합한 것으로 판단되며 향후 효율성 향상을 위하여 소성과 같은 적절한 가공 공정이 필요한 것으로 판단되었다.

• 대한환경공학회지
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• 제37권8호
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• pp.465-471
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• 2015

불포화대 암반 단열에서 방사성 핵종인 $^3H$, $^{90}Sr$ and $^{99}Tc$의 흡착실험이 진행되었다. 천층처분시설의 인공방벽을 통과해 누출된 방사성 핵종은 빗물이나 공극수에 의해 불포화대 암반 단열을 통하여 지하수로 도달하게 된다. 그러므로 처분장의 장기간 안전점검을 위해, 불포화대 암반 단열을 통한 방사성 핵종의 거동을 연구하는 것이 중요하다. 천층처분주변에서 채취된 불포화대 암반 단열 샘플을 이용하여 X-ray microtomography 분석을 수행하였고, 회분식 흡착실험을 이용하여 방사성 핵종인 $^3H$, $^{90}Sr$ and $^{99}Tc$의 흡착실험이 진행되었다. 암반 단열의 충전물질로 불석광물 및 점토광물 존재 시 중흡착성 핵종인 $^{90}Sr$의 흡착 분배계수 값이 충전물질이 존재하지 않을 때 보다 높게 나타내었다. 본 연구를 통해, 암반 단열 특성화 및 방사성 핵종의 흡착분배계수를 구했으며, 불포화대 암반 단열을 통한 핵종의 거동이 지연됨을 이해할 수 있었다.

• 대한환경공학회지
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• 제28권6호
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• pp.640-647
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• 2006

도금공장에서 발생하는 폐수에는 니켈 등 중금속이 고농도로 함유되어 있어 그 처리가 매우 어려운 편이며, 최근에는 공해물질의 발생을 사전에 예방하는 공정을 도입하거나, 발생된 폐수 및 폐기물을 적절히 처리하여 재활용하는 청정기술이 도입되는 추세이다. 본 연구에서는 니켈 도금 공정에서 발생되는 폐수를 대상으로 이온교환과 전기투석 공정을 이용하여 니켈의 회수가능성 및 효율을 평가하였다. 이온교환수지 5 종을 이용한 이온교환 실험결과 S 1467(gel-type 강산성 양이온 교환수지)의 교환용량이 가장 높았으며 재생실험결과 4 N HCl을 재생재로 사용한 경우에서 재생율 및 재생농도가 가장 높았다. 전류밀도, 전극액 농도, 농축액 및 전극액 유량을 변화시켜가며 운전한 전기투석 실험결과 최적의 운전조건은 전류밀도 $250A/m^2$, 전극액 농도 2 N $H_2SO_4$, 전극액 및 농축액 유량 30 mL/min였다. 이온교환수지 500 mL를 사용한 이온교환 scale-up 실험결과 S 1467 수지의 교환용량은 1.88 eq/L resin, 재생율은 93.7% 이었고 cell pair 수를 2개로 증가시킨 전기투석의 scale-up 실험결과, 농축 및 희석효율은 증가하였으나, 전류효율은 일정하였다.

• 대한환경공학회지
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• 제39권4호
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• pp.186-193
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• 2017

마이크로웨이브(MW)는 유전가열에 의한 열적, 비열적 그리고 이온성 전도 효과를 가지며 높은 에너지 효율을 보이므로 유기성 폐기물의 가용화에 대해 효과적인 방법이다. 본 연구는 고형물 함량이 높은 우분을 대상으로 MW를 이용하여 가용화 최적 조건을 도출하고 이를 토대로 MW의 유전가열 특성을 향상시키기 위해 화학적 촉매물질인 $H_2SO_4$과 NaCl을 첨가하여 우분의 가용화율과 가용화 방법에 따른 biochemical methane potential (BMP)을 평가하였다. 우분 고형물 농도 12%와 MW 출력 800 W 및 설정온도 $40^{\circ}C$ 조건에서 70.5 mg $SCOD_{increased}/kJ$로 에너지 대비 최대 가용화율을 보여주었으며, 이때의 SCOD 농도는 원시료 대비 53.2% 증가하였다. 가용화 최적 조건에서 화학적 촉매로 $H_2SO_4$를 주입하였을 경우 MW 단독 처리 대비 SCOD 농도는 36% 증가하였으며, NaCl을 주입하였을 경우 22.7% 증가하였다. BMP test에서도 우분 원시료 대비 MW를 이용한 가용화는 메탄 생성량이 6.7%, $H_2SO_4$를 주입한 MW 가용화는 13.3%, NaCl을 주입한 MW 가용화는 11.3% 증가하였다. 따라서 마이크로웨이브는 우분의 가용화 전처리에 효율적인 수단이며, 마이크로웨이브의 가용화 효율을 높이기 위해서는 화학적 촉매를 이용할 필요가 있다.

• 한국대기환경학회지
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• 제26권6호
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• pp.657-665
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• 2010

Carbon dioxide ($CO_2$) is known to be a major greenhouse gas partially emitted from waste combustion facilities. According to the greenhouse gas emission inventory in Korea, the quantity of the gas emitted from waste sector in 2005 represents approximately 2.5 percent of all domestic greenhouse gas emission. Currently, the emission rate of greenhouse gas from the waste sector is relatively constant partly because of both the reduced waste disposal in landfills and the increased amounts of waste materials for recycling. However, the greenhouse gas emission rate in waste sectors is anticipated to continually increase, mainly due to increased incineration of solid waste. The objective of this study was to analyze the property of Municipal Solid Waste (MSW) and estimate $CO_2$ emissions from domestic MSW incineration facilities. The $CO_2$ emission rates obtained from the facilities were surveyed, along with other two methods, including Tier 2a based on 2006 IPCC Guideline default emission factor and Tier 3 based on facility specific value. The $CO_2$ emission rates were calculated by using $CO_2$ concentrations and gas flows measured from the stacks. Other parameters such as waste composition, dry matter content, carbon content, oxidation coefficient of waste were included for the calculation. The $CO_2$ average emission rate by the Tier 2a was 34,545 ton/y, while Tier 3 was 31,066 ton/y. Based on this study, we conclude that Tier 2a was overestimated by 11.2 percent for the $CO_2$ emission observed by Tier 3. Further study is still needed to determine accurate $CO_2$ emission rates from municipal solid waste incineration facilities and other various combustion facilities by obtaining country-specific emission factor, rather than relying on IPCC default emission factor.